Release of radioactive materials from high active liquid waste in small-scale hot test for boiling accident in reprocessing plant

山根 祐一; 天野 祐希; 田代 信介; 阿部 仁; 内山 軍蔵; 吉田 一雄; 石川 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(6), p.783 - 789, 2016/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1072065

高レベル放射性廃液(HALW)から放出される放射性物質の放出挙動について、沸騰事故条件での実験研究を行った。実験室規模の再処理で得られたHALWを用いた実験で、Ru, Tc, Cs, Sr, Nd, Mo, RhなどのFP核種とCm及びAmなどのアクチニドの放出割合を測定した。結果として、Ruの放出割合は0.20、FP核種やアクチニドの放出割合は1であった。Ruは気相中にミスト及びガスとして放出された。Ruの放出量の、試料溶液中のRuの初期濃度に対する依存性は弱かった。FP核種とアクチニドは非揮発性で、気相中にミストとして放出された。その放出量は、試料溶液中の初期濃度が大きいほど多かった。Ruの放出割合とNOx濃度は試料溶液の温度の上昇に合わせて増加した。RuとNOxの多くは200から300Cの間の、互いにほぼ同じ温度において放出された。ミストその他の粒子状物質の粒径分布を測定したところ、150C以下と200C以上で、互いに異なった分布が得られた。

Release of radioactive materials from simulated high level liquid waste at boiling accident in reprocessing plant

田代 信介; 内山 軍蔵; 天野 祐希; 阿部 仁; 山根 祐一; 吉田 一雄

Nuclear Technology, 190(2), p.207 - 213, 2015/05

https://doi.org/10.13182/NT14-57

沸騰事故条件下の高レベル濃縮廃液(HALW)からの放射性物質の放出挙動を調べた。非放射性物質からなる模擬HALWを用いた実験から、Ruは事故条件では揮発性化合物となり、ガスとミストの両方の状態で放出されることがわかった。また、沸騰条件下での模擬HALWからのRu放出速度と見かけのRuの揮発速度定数が得られた。一方、Csのような他のFP元素は不揮発であり、ミストの状態で放出されることがわかった。反応容器内の模擬HALWの表面近傍におけるミスト径分布を測定した結果、ミスト径の範囲は0.05から20mの範囲であり、約2mをピークとした分布であることがわかった。

Proceedings of the 24th NSRR Technical Review Meeting; Tokyo, November 13-14, 2000

燃料安全研究室

JAERI-Conf 2001-010, 303 Pages, 2001/09

JAERI-Conf-2001-010.pdf:59.22MB

2000年11月13及び14日の両日、東京・虎ノ門パストラルにおいて、第24回NSRRテクニカルレビュー会議を開催した。本会議の目的は、原研におけるNSRR計画及び軽水炉燃料の安全性研究で得た最近の進捗を報告し議論を行うことである。会議では、通常運転時、反応度事故(RIA)時及び冷却材喪失事故(LOCA)時の燃料挙動、シビアアクシデント時のFP放出挙動に関連し、海外機関からの5件を含む21件の研究成果が報告され議論された。会議は、今後の研究展開を図るうえで、また研究協力を推進する上で非常に有用であった。本報告集は、発表された研究成果をまとめたものである。

NSRR/RIA experiments with high burnup PWR fuels

更田 豊志; 笹島 栄夫; 土内 義浩*; 森 行秀*; 中村 武彦; 石島 清見

Proc. of 1997 Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 0, p.669 - 676, 1997/00

高燃焼度PWR燃料を対象とするNSRRパルス照射実験の最新の成果を中心に、これまでに実施した照射済PWR燃料実験の結果を報告する。燃焼度42MWd/kgUまでの範囲においては、現行の反応度事故指針における照射済燃料の破損目安値(85cal/g・fuel)に安全裕度のあることが示されたのに対し、燃焼度50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料実験では、これを下回る約60cal/g・fuelでPCMI(ペレット/被覆管機械的相互作用)による有効発熱部全体に亘る被覆管の大きな縦割れを生じ、高燃焼度範囲における破損しきい値の低下を示す結果となった。引き続いて行った高燃焼度PWR燃料実験においても、被覆管の酸化及び水素吸収の程度の大きい、高い位置から採取した試験燃料を用いた実験では、低い発熱量レベルにおける燃料破損を生じており、被覆管強度の低下、特に被覆管外面側の水素吸収の影響が強く現れている。

Behavior of high burnup PWR fuel under a simulated RIA condition in the NSRR

更田 豊志; 森 行秀*; 笹島 栄夫; 石島 清見; 藤城 俊夫

NEA/CSNI/R(95)22, 0, p.59 - 85, 1995/00

高燃焼度PWR燃料を対象とした実験を中心に、NSRRにおいてこれまでに実施した照射済PWR燃料実験の結果を報告する。燃焼度42MWd/kgUまでの範囲においては、現行の反応度事故指針における照射済燃料の破損目安値(85cal/g・fuel)に安全裕度のあることが示されたのに対し、燃焼度50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料実験では、これを下回る約60cal/g・fuelで被覆管に有効発熱部全体に亘る大きな縦割れを生じ、高燃焼度範囲における破損しきい値の低下を示す結果となった。また、ピーク燃料エンタルピ37~74cal/g・fuelの範囲において18~23%に及ぶ高いFPガス放出率が測定されたのに加え、被覆管の破損を生じた実験では燃料ペレットの著しい微粒子化が観察された。燃料ペレット粒界に保持されたFPガスの急激な膨張が、粒界の分離、更にはFPガスの放出、ペレットの微粒子化に寄与しているものと考えられる。

Chemical forms of tritium on the release from aluminium

横山 淳; 中島 幹雄; 立川 圓造

Journal of Nuclear Materials, 101(1), p.9 - 15, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(81)90439-6

Li(n,)T反応を利用してアルミニウム中に打ち込まれた反跳トリチウムの放出挙動を調べた。試料をNaOH/DO溶液に溶解した場合、全トリチウムの約85%はDTの形で放出し、残りはHT,T,DTOの形で放出した。またHTおよびTの相対収量は、アルミニウム中の不純物プロチウム濃度に依存し、HTおよびTの生成過程が互いに競争反応になっていることを見い出した。さらに、試料を等速昇温加熱した場合、トリチウムはHT(94%)、HTO(5%)、CHT(1%)の化学形で放出し、HTOおよびCHTの放出速度はHTに比べて高温側にピークを有した。これは、HTOとCHTの生成あるいは脱離の活性化エネルギーがトリチウムのアルミニウム中での拡散の活性化エネルギーよりも高いためであると考えられる。またHTの放出速度の時間プロファイルを、前に報告した拡散定数を用いて計算したプロファイルと比較したところ、観測されたプロファイルが酸化膜の影響を反映していることがわかった。

漏出した原子炉一次冷却水中放射性物質の砂状土壌による捕集

加藤 正平; 穴沢 豊; 岩谷 征男; 和達 嘉樹; 笠井 篤; 吉田 芳和

日本原子力学会誌, 20(1), p.42 - 45, 1978/01

https://doi.org/10.3327/jaesj.20.42

原子炉一次冷却水が何らかの原因により系外へ漏出した場合、漏出放射性物質による環境への影響の評価が必要となる。放射性物質の地中移動に関する研究は、廃棄物の地中処分に関連して主として放射性物質が、イオン状の場合であって、原子炉一次冷却水中放射線コバルトのような非イオン状のものについては少ない。本法では砂を充填したカラムを用いて、土壌による冷却水中放射性物質の捕集について調べ、非イオン状放射性コバルトの挙動が、イオン状放射性コバルトの挙動とは異なっていることを示した。実験から冷却水中放射性コバルトの砂層中の透過比についての実験式を導いた。以上の結果と漏出例をもとに、放射性コバルトの砂層中の挙動についての評価方法を検討した。